安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱(IRWST)为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明:相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。

安全壳内置换料水箱子系统设计改进的PSA评价

根据一级概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的结果,安全壳内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)子系统的初始设计导致安注管线破裂(Safety Injection Line Break,SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(Core Damage Frequency,CDF)有较大的贡献。本文提出了IRWST子系统的设计改进方案,将IRWST水箱内的滤网由两个(A/B)增加为三个(A/B/C),并通过管线实现滤网之间的相互连接。通过重新构建故障树对改进后的IRWST子系统进行建模分析,并对相应的事件树以及一级PSA模型进行详细的定量化计算。结果表明,IRWST子系统这一改进能够显著降低堆芯损坏风险。IRWST子系统的改进将SI-LB始发事件的CDF降低了53.5%,将整个一级PSA的CDF降低了21.5%。

安全壳内置换料水箱检查机器人控制系统设计

针对核电机组在役大修期间安全壳内置换料水箱(IRWST)的水下检查需求,以及尽量减少人员辐射剂量的要求研制可远程控制的检查机器人。通过对IRWST检查需求的分析,明确机器人的功能,设计了机器人控制系统总体结构。为满足机器人小型化要求,设计了基于嵌入式系统的机器人驱动板、视频编码板和解码板,开发人性化操作的上下位机软件。结果表明,研制的水下检查机器人可快速、稳定完成对IRWST各部件的视频检查和异物打捞任务,进一步提升了核工业领域机器人运行维护水平。

IRWST硼溶液纯水注入搅混数值仿真方法研究

核电厂运行期间,为应对安全壳内置换料水箱(IRWST)内含硼水的蒸发或泄漏导致的水体损失,达到报警水位后需对IRWST进行补水。为满足核电厂安全要求,完成纯水补充操作并搅混一定时间后,池内水体需达到停堆硼浓度要求,防止从IRWST取到的含硼水浓度偏低,注入一回路后出现误稀释风险。本文通过三维数值模拟CFD方法,分析了采用组分输运模型的合理性,研究了纯水在双环IRWST内含硼水溶液的瞬时运输特性,获得了从开始搅混至IRWST池内硼浓度达到均匀所需的时间,为制定运行规程中IRWST搅混运行时间提供了理论依据。

AP1000非能动余热排出系统共因失效研究

采用多希腊字母(MGL)模型,借助Risk Spectrum软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)进行共因失效影响分析。针对是否考虑共因失效(CCF)分别进行计算,得出不考虑CCF时PRHRS的失效概率为9.559×10^(-6),而考虑CCF时PRHRS的失效概率为2.008×10^(-4)。对比可知,PRHRS的失效模式在是否考虑CCF时是不同的,且考虑CCF时PRHRS的失效概率比不考虑CCF时大2个数量级。PRHRS失效不考虑CCF时,热交换器泄漏和安全壳内置换料水箱(IRWST)水箱失效对整个PRHRS影响最大;考虑CCF后,气动阀CCF成为PRHRS失效的主要影响因素。

对《建筑设计防火规范》有关多层住宅条款的几点看法

现行《建筑设计防火规范》对多层住宅防火设计作了明确的规定,但对按规范设计的室内消防系统及投入使用的住宅回访发现还存在一些问题,建议应予进一步完善,或由地方性相应法规予以细化。

绿色节能技术在某高层建筑中的应用

针对某大厦自身的特点,分析了太阳能热水利用技术、雨水回收技术在其中的应用。详细介绍了每种系统的运行方式以及安全保障措施。阐述了需要因地制宜发展绿色建筑。

核电厂安全壳内置换料水箱过滤系统过滤性能及阻力特性研究

对核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤系统过滤性能及压损特性进行了分析研究。该研究借助试验验证和数值模拟分析方式展开,主要包括下游效应(碎片浓度)试验研究和过滤系统压损分析2部分。结果表明,在事故工况下,地坑滤网下游碎片浓度为368 ppm(1 ppm=1 mg/L)、安全注入系统(RIS)地坑滤网和安全壳喷淋系统(EHR)地坑滤网的压损分别为3.533 kPa和3.631 kPa,上述结果分别满足了过滤系统碎片浓度小于480 ppm和压损小于5.6 kPa的系统功能要求。

AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究

本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量。

核电厂事故后安全壳内置换料水箱碎片传输性能分析

为避免事故后安全壳内置换料水箱(IRWST)内滤网堵塞,保证IRWST下游泵的安全运行,需对IRWST内碎片传输效果进行精细评估。针对某核电厂双环池型IRWST,采用计算流体动力学(CFD)方法对其流场进行了模拟,通过高速区和高湍动能区体积比定量评价事故后碎片传输效果。结果表明,事故后各工况下IRWST内碎片传输比均未超过滤网的设计值,保证了事故后滤网及相连系统的安全性;只有内环滤网A投运时,滤网的负载最大;影响事故后碎片传输效果的主要因素是流场的高速区。针对IRWST的现有布置空间,提出了增大外环搅混管线管径的优化方案,可以显著降低事故后IRWST内碎片传输比,提升事故后核电厂的安全性。

某核电厂安全壳内置换料水箱搅混性能优化分析

针对某核电厂双环池型安全壳内置换料水箱(IRWST),采用计算流体动力学(CFD)方法对其流场进行模拟,通过均匀性准则数和低速区体积比对其搅混效果进行定量评价。结果表明:通过合理的搅混管线布置,本双环池型IRWST的综合搅混效果优于欧洲压水堆(EPR)核电厂,保证了工程的可用性。进一步针对IRWST的现有结构提出2种优化方案,结果表明:通过缩小内环搅混管线管径和调整部分搅混管线的布置方向,可以有效地提升IRWST的搅混效果。

某核电厂安全壳内置换料水箱结构设计

采用安全壳内置换料水箱（IRWST）是中核集团＂华龙一号＂主要技术改进项之一。安全壳内置换料水箱布置在内部结构厂房基础底板之上,引起了反应堆厂房内部结构整体稳定、抗滑移、温度作用、结构整体分析、流固耦合、施工阶段验算等方面的变化,针对上述问题进行研究,同时对所采取的计算分析方法进行探讨,并将该成果应用到了＂华龙一号＂的工程实践中,目前福清5/6号机组内置换料水箱土建施工已经完成,研究成果得到了很好的验证,具有一定工程价值。

IRWST非能动排气盖流量性能试验及数值模拟

安全壳内置换料水箱(IRWST)为第三代AP系列核电技术非能动堆芯冷却系统的核级关键设备之一。安装在CA03结构模块的IRWST排气盖的功能效果将直接影响事故工况下的IRWST有效性。IRWST排气盖非能动地在一定压差下达到一定流量是其关键指标。论文将通过排气盖样机试验和流场模拟对比分析排气盖的压差和流量性能。